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報告書

体内放射能計測技術高度化研究(III)

not registered

PNC TJ1603 98-002, 85 Pages, 1998/03

PNC-TJ1603-98-002.pdf:4.97MB

動力炉・核燃料開発事業団東海事業所放射線保健室には、高純度ゲルマニウム半導体検出器(HPGe検出器)による肺モニタが2台、低エネルギー用の高純度ゲルマニウム半導体検出器(LEGe検出器)が4台設置されており、ヒューマンカウンターとして使用されている。これらの検出器は分解能が極めて高く、内部被曝事故の発生時において迅速に摂取された核種を特定することが可能である。対外計測法による内部被曝線量評価には検出効率の情報が不可欠である。検出効率の校正は水ボックスファントムを使用して行うが、個人の体格差による補正は行われていない。しかし、広範囲の内部被曝事故に備える原子力防災対策の観点から、成人男性の標準体型との違いが大きい子供、女性、外国人に対して内部被曝線量の適切な評価が可能な測定方法が望まれてきた。さらに、水ボックスファントムは均一分布を前提としており、実際の人体内における不均一な線源分布に対する正確な校正は不可能であった。相対測定法による崩壊率決定の信頼性の向上には、計算ファントムや身長・体重を簡便な個人情報とする補正法が提案されている。これに対して本委託研究ではHPGe検出器の高い分解能に着目し、測定された$$gamma$$線スペクトルの光電ピークと全計数から、$$gamma$$線同時計測の原理の応用による崩壊率絶対測定法を提案した。本研究の目的は、HPGe検出器を使用し$$gamma$$線同時計測による体内放射能絶対測定法を確立するための検討を行い、不均一分布に対応可能な測定法について基礎研究を行うことにあった。そこで$$gamma$$線カスケード崩壊核種を対象として、1台の検出器を使用する$$gamma$$線サムピーク法および複数の検出器を使用する$$gamma$$-$$gamma$$同時計測法を試み、実験値が理論値とよい一致を示すことを確かめた。さらに、均一および不均一な分布線源測定、角度相関、複雑な崩壊形式の核種に対して理論の拡張を行った。特に$$gamma$$-$$gamma$$同時計測法では、偶然同時計数による影響を測定で得られた情報のみから補正できるため、高い計数率においても実験値は真の崩壊率とよい一致を示した。さらに複合$$gamma$$線スペクトルにおいて$$gamma$$線カスケード崩壊核種の崩壊率から、他核種の崩壊率決定を試みた。これらの基礎研究により本測定法が体内放射能測定に広く適用できることが確かめられた。

報告書

体内放射能計測技術高度化研究(II)

not registered

PNC TJ1603 97-002, 66 Pages, 1997/03

PNC-TJ1603-97-002.pdf:1.7MB

動力炉・核燃料開発事業団東海事業所では、体内放射能の定量のため鉄室内に相対検出効率61%のHPGe検出器が2台設置されていて、ヒューマン・カウンターとして使用されている。得られた測定結果から内部被爆線量を評価するためには検出効率の校正が重要である。この校正のために水ボックス・ファントムを用いているが、体格補正は行われていない。しかし、異常時には個人の体格情報に基づく評価が必要で、特に男女間や成人と子供などのように体格が大きく異なる場合には大きな差をもたらす。この様な観点から、体格による検出効率補正を必要としない$$gamma$$-$$gamma$$同時計測法による放射能絶対測定法を体内放射能測定に適用するため、その基礎研究を行った。複数の60Co線源および46Sc線源を作製し、4$$pi$$$$beta$$-$$gamma$$同時計測法により崩壊率を決定し、これらの線源を用いて$$gamma$$-$$gamma$$同時計測法により絶対測定を行った。60Coの場合、20cm程度までの線源-検出器間距離では、10-80kBqの放射能を10%以内の精度で決定できた。一方、複数の線源を幾何学的効率が異なるように分布させた場合でも、実際の値よりも測定値が小さく評価されるが、配置を考慮すれば10%程度の系統的ずれ以内で測定しうることが判明した。46Scの場合にも60Coと同等の結果が得られ、この方法が一般的に適用可能であることが証明された。

報告書

体内放射能計測技術高度化研究(1)

not registered

PNC TJ1603 96-003, 51 Pages, 1996/03

PNC-TJ1603-96-003.pdf:1.28MB

動力炉・核燃料開発事業団東海事業所では、体内放射能の定量のため鉄室内に直径50mmのHPGe検出器が2台設置されていて、ヒューマン・カウンターとして使用されている。これらの検出効率の校正は水ボックス・ファントムを用いて行われているが、体格補正は行われていない。しかし、異常時には個人の体格情報に基づく内部被曝評価が必要で、特に体格が大きく異なる場合には重要である。この様な観点から、体格による検出効率補正を必要としない$$gamma$$-$$gamma$$同時計数法による放射能絶対測定法を体内放射能測定に適用するため、60Coを用いてその基礎研究を行った。放射能既知の複数の60Co線源を作製し、絶対測定を行った。その結果、15cm程度までの線源-検出器間距離では、10-100kBqの放射能を20%以内の精度で決定できた。一方、幾何学的効率が大きく異なる分布をした場合には、線源の放射能よりも測定値がかなり小さく評価されることが判明した。

論文

体内放射能測定

村主 進

応用物理, 31(11), p.909 - 917, 1962/00

保健物理学の立場より体内の放射能を測定する場合、人体の自然放射能を検出できるまでの感度が要求される。このために用いられる測定器はWhole Body Counter または Human Counter と呼ばれる。Whole Body Counter の初期のものの歴史は割合に古く、1929年 Schlundt 氏らが1~2lの容積を持つ電離箱を用いてラヂウムの身体負荷量を測定したのが最初であるが、これはラヂウム約5$$mu$$gの検出感度しかないものであった。最近になって1955年 Argonne 国立研究所のC.E.Miller 氏らが大型 Nal と20cm厚の鉄遮蔽を用いた Whole Body Counter を開発し、少し遅れてE.C.Anderson 氏らが液体シンチレータを用いたものを開発して以来、検出感度が向上し、原子炉の利用の進展とともに、世界各国で Whole Body Counter の研究が盛んになった。Whole Body Counter の解説は多数出版されているので、ここではなるべくこれらと重複しないようにして、原研のヒューマン・カウンタを設計する際に用いた基礎データの解説を主とし、低レベル$$gamma$$線計測について述べる。これらのデータは一般の低レベル$$gamma$$鎔計測にも役立つであろう。

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